Assimilation de données hétérogènes dans des simulations de dispersion atmosphérique de radionucléides à échelle régionale
La modélisation et la simulation apportent des connaissances essentielles à la dispersion aérienne de gaz et de particules et au marquage de l’environnement qui en résulte. Ceci s’applique notamment aux rejets qui ont été engendrés par les essais nucléaires atmosphériques effectués dans le passé par la France en Polynésie. Si les calculs météorologiques et de dispersion à l’échelle régionale sont raisonnablement fiables, leurs résultats ont une part d’incertitude et présentent des écarts aux mesures hétérogènes des activités ou débits de doses dans l’air, sur le sol et dans les compartiments biologiques. La thèse visera à développer des méthodes d’inversion, basées sur l’assimilation de données, afin de réduire les erreurs et incertitudes des simulations de dispersion régionale de radionucléides. L’application concernera certains essais nucléaires dans l’atmosphère. Toutefois, les méthodes développées au cours de la thèse, telles que l’échantillonnage de Monte-Carlo par des chaînes de Markov, auront un domaine de mise en œuvre plus général. Après une revue bibliographique portant sur les essais nucléaires et les méthodes d’assimilation de données, des algorithmes originaux de modélisation inverse seront programmés, testés et appliqués à la simulation de la dispersion des rejets aériens issus d’essais. Ceci permettra d’estimer le rôle pressenti important de l’assimilation des mesures pour améliorer les simulations.
Etude des mécanismes d’altération des combustibles irradiés de type MOX en présence de matériau cimento-bentonitique (MREA). Approche expérimentale et modélisation
En France, la solution de référence est le retraitement du combustible irradié et la valorisation de certaines matières comme l’uranium et le plutonium au travers la fabrication du combustible MOX et son recyclage. Cependant, le stockage direct des combustibles (UOX et MOX) en couche géologique profonde est également étudié afin de s’assurer que les concepts de stockage français (Cigéo) sont compatibles avec le combustible irradié comme demandé et inscrit dans le Plan National de Gestion des Matières et des Déchets Radioactifs (PNGMDR). A ce titre, il est essentiel d’étudier les mécanismes d’altération de la matrice des combustibles irradiés en présence de matériaux d’environnement se rapprochant, à l’échelle du laboratoire, du concept actuel de stockage des déchets radioactifs en couche géologique profonde : alvéoles HA creusées dans l’argilite du Callovo-Oxfordien (COx) dont le chemisage en acier faiblement allié est isolé de l’argilite par un coulis cimento-bentonitique appelé MREA (Matériau de Remplissage de l’Espace Annulaire de l’alvéole). Les objectifs sont multiples : d’une part déterminer quel est l’impact de l’environnement sur les mécanismes d’altération de la matrice du combustible ainsi que sur les relâchements en radionucléides, et d’autre part développer une modélisation géochimique permettant de rendre compte des principaux processus physico-chimiques impliqués. Ces études sont menées au sein de l'installation ATALANTE (DHA) du CEA Marcoule, ou les expériences de lixiviation et les caractérisations des combustibles MOX sont réalisables.